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三门核电站2号机组两台AP1000堆芯补水箱在制造过程中先后发生简体堆焊层二次下裂纹问题,通过对现场二次UT缺陷分布类比、母材及堆焊层缺陷处材料化学成分分析对比、硬度试验、金相照片和复膜金相照片观察,对堆焊工艺、技术方面的问题进行了分析与研究,初步确定了裂纹产生的根本原因,并提出一些工艺质量控制措施,旨在为避免今后发生类似问题,为提高主设备制造质量提供一些参考与借鉴。 相似文献
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对AC600全压堆芯补水箱补水实验装置进行了改造,研究了不同尺寸的冷段破口,不同的堆芯补水箱压力平衡管以及自动卸压系统对非能动堆芯应急冷却系统瞬态特性的影响,简要描述了实验过程及实验结果,为先进堆非能动堆芯应急冷却系统的设计提供了实验依据。 相似文献
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基于美国先进非能动压水堆(AP1000)首堆进度管理特点,阐述在复杂合同关系下,围绕AP1000首次设计、主要设备首次制造,以及模块化施工等首堆设计特点中遇到的主要问题。结合三门核电工程建设实际情况,探讨和分析AP1000首堆核岛设计对计划管理带来的主要挑战和困难,采取了一系列有效的应对措施,最大程度降低首堆设计对进度的影响,并结合三门核电建设经验和教训,提出了后续AP1000核电进度管理的建议。 相似文献
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在AP1000核电厂寿期末,维持满功率运行所需的临界硼浓度已经达到约7×10-6。为实现寿期末核电厂满功率运行,必须采取堆芯寿期延长措施。在基准工况下通过控制汽轮机调节阀开度和降低反应堆冷却剂平均温度引入正反应性,可使核电厂满功率多运行17 d。此外,对慢化剂温度系数和高压给水加热器的关闭列数进行敏感性分析,结果表明,慢化剂温度系数越负,反应堆平均温度降温速率越小,堆芯预期寿期越长。在2种敏感性工况下核电厂寿期末分别可满功率多运行约12 d和54 d。 相似文献
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由于核电厂安全水平要求的逐渐提高,越来越多的非能动系统被用于先进反应堆堆型中,但对这些非能动系统可靠性评价的工作还处于初级阶段。本文根据非能动系统可靠性评价流程,通过RELAP5热工水力学程序模拟非能动系统物理过程,对AP1000反应堆压力容器外部冷却(ERVC)系统进行了可靠性评价。通过计算得到了压力容器下封头温度等参数的累积密度分布曲线,根据不同的成功准则即可获得AP1000 ERVC系统的可靠性。该非能动系统可靠性评价结果可用于核电厂PSA模型中,以更好地指导核电厂设计及提高核电厂的安全性。 相似文献
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为了满足保温的性能要求,AP1000压力容器金属保温层中使用了非金属保温材料。非金属保温材料的引入,增加了纤维冲击碎片和化学沉淀产生的可能,从而影响到堆芯长期再循环冷却。本文运用NEI 04-07提供的替代分析方法,对管嘴管廊内的高能管道RCS冷段、热段和DVI管道破管进行Ⅰ域、Ⅱ域分析的结果表明,不会产生纤维冲击碎片。根据试件浸没试验结果分析表明,化学沉淀的总量仍然小于取照基准,从而验证了非金属保温层的使用不会给LOCA事故后安全壳地坑滤网造成严重影响,不会影响堆芯长期再循环冷却功能。 相似文献
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赢得值法以预算和费用来衡量项目进度,是评估项目执行绩效的有力工具,工程量加载是赢得值法的关键。当前核电项目管理水平下,核电业主无法运用常规赢得值法进行项目管理。文章从AP1000首堆核电业主方的管理视角出发,提出了基于二级进度计划、关键路径和支付控制点3种不同的赢得值评价方法。通过对比分析,归纳出了3种赢得值评价方法的适用性和特点,提出了制定科学合理的支付控制点的方法。项目业主可以根据实际需要选取不同赢得值评价方法进行工程项目的费用和进度的综合度量与监控。该方法有望在后续核电工程业主方项目管理实践中加以运用。 相似文献
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AP1000在标准设计中革新性重大改进之一就是采用了独特的非能动堆芯冷却系统(PXS)。目前世界上在役核电厂和在建核电工程中,AP1000非能动堆芯冷却系统是第一个完全采用非能动手段来达到堆芯冷却、冷却剂补充以及限制放射性释放等安全功能的安全相关系统。文章结合AP1000非能动堆芯冷却系统设计与运行,应用包络方法对一些重要的设计瞬态进行研究分析,从而得出系统设计的合理性和系统功能实现的可行性,为自主研发ACP100、ACP600、ACP1000等第三代核电技术提供借鉴和参考。 相似文献
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AC600全压堆芯补水箱补水实验研究 总被引:2,自引:2,他引:0
全压堆芯冰箱(CMT)是AC600压水堆非能动高压安注系统的主要设备。全压堆芯补水箱补水实验主要研究中,小破口失水事故时CMT的重力排放特性,为验证安全分析计算机程序试验数据,中国核动力研究院建造了CMT补水实验装置,并在该装置上模拟反应堆主管道中,小破口失水事故动态工况,完成了CMT补水实验,本文给出了小破口失水事故工况堆芯水箱补水试验结果与分析。, 相似文献
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AP1000核电厂支撑钢结构的力学设计主要遵循美国建筑钢结构设计规范(AISC 335-1989和AISC N690),其稳定性分析主要采用有效长度法。而最新版的建筑钢结构设计规范(ASIC 360-2010)中首选直接分析法,有效长度法作为其替代方法。此外,相比于AISC 335-1989,AISC 360-2010中明确要求考虑钢结构的非线性二阶效应以及初始缺陷等对稳定性分析的影响。本文详细阐述了AISC 360-2010中稳定性分析的要求,以及直接分析法与有效长度法的特点,并以1个支撑钢结构框架为例,采用力学分析软件GTStrudl进行了2种方法的研究与比较。结果证明,对于简单结构,2种方法都适用;对于复杂结构,直接分析法较为简便高效。 相似文献
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作为世界上最先进的第三代核电技术,AP1000首堆正在中国建造。AP1000核电站厂房的一大特点是模块化程度高,以钢板混凝土模块墙结构取代传统的钢筋混凝土结构,模块墙上需要布置大量的OLP(Overlay Plate)型预埋件以连接其它结构构件,比如支撑工艺管道、设备支架、操作平台、预制构件等,因此预埋件的设计是AP1000结构设计中十分重要的环节。本文介绍了预埋件的有限元分析方法,将开发的GTStrudl命令流模板和基于Microsoft Excel环境下的VBA宏处理程序应用于预埋件的设计,显著提高了工作效率,对工程设计具有一定的帮助和借鉴意义。 相似文献
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通过理论分析和运行结果比较了高通量工程试验堆80盒、60盒工件堆芯性能。结果表明,HTFTR80盒元件堆芯在允许功率、材料辐照和单晶硅掺杂、钼锝同位素生产等方面与60盒元件堆芯性能相同。80盒元件堆芯更有利于500kW回路入堆后堆的运行,有利于大幅度提高高比度^60Co医疗源产量和元件利用率。 相似文献